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原型快中子增殖反应堆
核电站的布局是基于单个机组（图 1.1）而制定的。布局考虑了安全要求、能量流动距离、可建造性、可维护性、安全性和经济性。反应堆安全壳建筑 (RCB) 呈矩形。出于安全考虑，RCB、燃料建筑 (FB) 和两个蒸汽发生器建筑 (SGB) 连接并铺设在一个公共基座筏上。此外，控制建筑、两个电气建筑和放射性废物建筑也铺设在公共基座筏上，并连接起来形成一个由八座建筑组成的核岛，以减少地震荷载下的结构响应幅度和电缆长度。所有安全相关建筑的完工楼层均高于设计基准洪水水位 0.8 米。提供一座服务建筑以满足工厂服务的需求。涡轮机建筑的位置使得导弹轨迹位于安全相关建筑和烟囱之外。四台柴油发电机满足 III 类应急电源要求，安装在两个独立的安全相关柴油发电机建筑中。烟囱高 100 米，靠近放射性废物建筑。辐射区只有一个入口。开关站的定位符合电力疏散方案，基于 220 kV 输电系统。
原型快中子增殖反应堆
核电站的布局是基于单个单元（图 1.1）而制定的。布局考虑了安全要求、能量流动距离、可建造性、可维护性、安全性和经济性。反应堆安全壳建筑 (RCB) 呈矩形。出于安全考虑，RCB、燃料建筑 (FB) 和两个蒸汽发生器建筑 (SGB) 连接并铺设在一个公共基座筏上。此外，控制建筑、两个电气建筑和放射性废物建筑也铺设在公共基座筏上，并连接起来形成一个由八座建筑组成的核岛，以减少地震荷载下的结构响应幅度和电缆长度。所有安全相关建筑的完工楼层均高于设计基准洪水水位 0.8 米。提供一座服务建筑以满足工厂服务的需求。涡轮机建筑的位置使得导弹轨迹位于安全相关建筑和烟囱之外。四台柴油发电机为满足 III 类应急电源要求而提供，安装在两个独立的安全相关柴油发电机建筑中。烟囱高 100 米，靠近放射性废物建筑。辐射区只有一个入口。开关站的定位符合电力疏散方案，基于 220 kV 输电系统。
核潜艇反应堆设计
在核潜艇反应堆燃料中使用高浓缩铀 (HEU) 与使用低浓缩铀 (LEU) 之间存在某些设计权衡，这些权衡包括堆芯寿命和大小、总功率和反应堆安全性等因素。为了评估这些权衡，对三种分别使用浓缩度为 7%、20% 和 97.3% 的铀燃料的 50MWt 反应堆设计进行了比较。7% 和 20% 的设计假定使用二氧化铀 (U02) 燃料，燃料为“焦糖配置”，而 97.3% 的设计假定为分散型。（这些设计使用阿贡国家实验室 IBM 3033 上的 EPRI-Cell 计算机代码建模。通过 TYMNET 公共网络系统从麻省理工学院的 DEC VT-100 终端访问该设施）。结论是，20% 浓缩堆芯的设计寿命（1200 天满功率运行）可与 97.3% 浓缩堆芯相同。7% 浓缩堆芯无法维持这段时间的临界状态。但是，堆芯寿命可以达到 600 天满功率运行。7% 和 20% 浓缩堆芯都比 97.3% 浓缩堆芯大。但是，使用整体设计而不是环型设计可以弥补较大的堆芯尺寸。
适用于反应堆环境的抗辐射电子设备
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Westinghouse Devinci™微反应堆
- 170万美元的技术商业化基金（TCF）与LANL合作开发一个热管填充系统 - 从DOE ARPA-E MEITNER（DOE ARPA-E MEITNER（建模增强创新创新）开拓性的核能重新维持）计划，以模拟固体核心特征 - $ 450万doe Arpa-e after Indrestion-doe Arpa-e after Indrestions - $ 45M DOE FOA-1817设计和测试活动奖与核演示准备有关 - 1200万美元的DOD SCO阶段IA•积极参与行业组织
原型快中子增殖反应堆
核电站的布局是基于单个机组（图 1.1）而制定的。布局考虑了安全要求、能量流动距离、可建造性、可维护性、安全性和经济性。反应堆安全壳建筑 (RCB) 呈矩形。出于安全考虑，RCB、燃料建筑 (FB) 和两个蒸汽发生器建筑 (SGB) 连接并铺设在一个公共基座筏上。此外，控制建筑、两个电气建筑和放射性废物建筑也铺设在公共基座筏上，并连接起来形成一个由八座建筑组成的核岛，以减少地震荷载下的结构响应幅度和电缆长度。所有安全相关建筑的完工楼层均高于设计基准洪水水位 0.8 米。提供一座服务建筑以满足工厂服务的需求。涡轮机建筑的位置使得导弹轨迹位于安全相关建筑和烟囱之外。四台柴油发电机满足 III 类应急电源要求，安装在两个独立的安全相关柴油发电机建筑中。烟囱高 100 米，靠近放射性废物建筑。辐射区只有一个入口。开关站的定位符合电力疏散方案，基于 220 kV 输电系统。
小型模块化反应堆技术
培养一支技术熟练的劳动力队伍来支持核能至关重要，因为 SMR 技术需要广泛的核工程、安全协议、反应堆操作等方面的专业知识。此外，在各种化石燃料领域接受过培训的工人将需要重新学习和再培训，以适应新的就业环境。需要对现有的教育计划进行评估，以确定相关的劳动力发展机会。通过在常春藤技术社区学院、普渡理工学院和普渡核工程以及其他相关学科之间建立协同作用，可以为印第安纳州各级劳动力提供全面的核培训。
EPR - 1600+ MWe 反应堆
EPR 提供特别有效的物理保护，防止极端外部危害。反应堆厂房 (1)、乏燃料厂房 (2) 和四座安全厂房 (3) 中的两座以及控制室 (4) 均受到钢筋混凝土外壳 (5) 的保护，其厚度足以承受军用或商用飞机的高速撞击。另外两座安全厂房位于反应堆厂房的相对两侧，因此只有其中一座因飞机坠毁而受损，不会造成任何安全后果。同样，用于应急电力供应的柴油发电机位于两座不同的厂房 (6) 中，也受到地理隔离的保护。
先进反应堆材料挑战赛
先进反应堆概述先进反应堆设计通常在燃料形式、冷却剂或部署模型方面具有与现有轻水反应堆不同的属性。这包括水冷小型模块化反应堆 (SMR)、非水冷反应堆（如高温气冷反应堆或熔盐反应堆）和各种微反应堆概念。这些技术在安全性、经济性、性能和长期能源安全方面可能比当前的发电技术有实质性的改进。随着全球深度脱碳努力的持续发展，人们对先进反应堆作为一种无碳、可靠、经济且固有安全的发电和供热来源的兴趣日益浓厚。这些特性源于温度和环境的差异，这需要替代材料适应更高甚至更严酷的操作条件。